Diseño del sistema del monitoreo convencional de reactor nuclear RA0.

95 

Loading....

Loading....

Loading....

Loading....

Loading....

Texto completo

(1)TRABAJO FINAL CARRERA DE ESPECIALIZACIÓN EN APLICACIONES TECNOLÓGICAS DE LA ENERGÍA NUCLEAR. Diseño del sistema de monitoreo convencional del reactor nuclear RA-0 Adel Arja. Director: Carlos Murua. Diciembre de 2017 Comisión Nacional de Energía Atómica Universidad Nacional de Cuyo (Instituto Balseiro) Universidad de Buenos Aires (Facultad de Ingeniería).

(2) Dedicado a todos los que aplican tecnología en pos del desarrollo social, económico y cultural de nuestro país..

(3) AGRADECIMIENTOS A dios, el ser, la vida, fuente de energía que permite que cada día me levante con más ganas que el anterior. A mi viejo, por hacerme amar está tan noble y apasionante profesión en la que se convirtió para mí la ingeniería. A mi vieja, por las palabras de aliento y el soporte que me brindó cuando me desalineaba del camino a mis metas. A mis hermanos y amigos: Dalila y Yusef, simplemente por estar y formar parte de los la mayoría de los recuerdos más lindos que tengo de la vida. A mis tíos, abuelo y abuela, por la buena onda y los lindos momentos que vivimos. A Pedro, el nuevo integrante de la familia que viene en camino. A los Dres. Carlos Gho, Mauricio Chocrón y Gerardo Quintana y al Licenciado Guillermo Ferenaz, por darme la posibilidad de participar de esta prestigiosa carrera, en la que incorporé variados conocimientos que abrieron mi inquietud y curiosidad por el sorprendente mundo de la tecnología nuclear. A Marcela Margutti, por la ayuda y asesoramiento brindado cuando se lo requerí. Al cuerpo docente del Instituto Balseiro en el Centro Atómico Bariloche, Centro Atómico Constituyentes, Centro Atómico Ezeiza y Facultad de Ingeniería de la Universidad de Buenos Aires. A todo el equipo del reactor nuclear RA-0 en Córdoba: Carlos, Adriana, David, Marcelo, Alejandro, Walter, Alejandra y Mauricio, por la ayuda recibida en la realización del proyecto final y la pasión y entrega brindada en cada una de las actividades desarrolladas en la institución. A Carlos Murua y Gabriel Gómez, por sus devoluciones y ayuda para el desarrollo del proyecto final al que tantas horas y esfuerzo le dedicamos. A mis nuevos amigos: Daniela, Gustavo, Kevin, Andrea, Patricia, Francisco, Emilia, Tomás, Matías, Martín, Nicolás, Lautaro, Elisa y Pablo. Muchísimas gracias por haber formado parte de este increíble año 2017. Costó, pero valió la pena!. Por todo esto, eternamente agradecido!. Adel Arja, Diciembre de 2017.

(4) RESUMEN Corría el año 1969 cuando la Comisión Nacional de Energía Atómica cedía a préstamo el Reactor Nuclear RA-0 a la Universidad Nacional de Córdoba. Para ponernos en contexto, a fines de esta década, también se estaban comenzando a comercializar los primeros dispositivos PLC que suplantarían las lógicas de Relé e interruptores utilizados para el control de sistemas de lógica combinacional. Debido a los hechos presentados con anterioridad, los circuitos con los que contaba el RA-0 consistían en la antigua lógica de interruptores (y muchos de ellos perduran en la actualidad). La instrumentación de los sistemas de lógica de control, monitoreo convencional, sistemas de parada de emergencia, etc, está incluida en un plan de reforma del reactor, dentro del que también se tiene en cuenta el rediseño de los elementos combustibles cilíndricos por los de tipo MTR. En el año 2016, comenzó el programa de revisión integral de seguridad para reactores de investigación, siendo la primera facilidad del país en la que se aplicó el programa, el reactor nuclear RA-0. El RIS, es análogo al RPE en centrales de potencia, y se basará en inspecciones periódicas de los reactores nucleares de investigación. Como resultado de los análisis de los sistemas del reactor llevados a cabo en el RIS (por parte de la Autoridad Regulatoria Nuclear) se llegó a la conclusión de que muchos de los sistemas del reactor nuclear RA-0 se hallan en estado obsoleto, y se requirió su actualización. En las siguientes páginas, se observará el estado del arte, diseño, simulación y planos de instalación de lo que será el nuevo Sistema de Monitoreo Convencional del reactor nuclear RA-0. La función del Sistema de Monitoreo Convencional es la de adquirir señales analógicas representativas de los parámetros: temperatura de núcleo, temperatura de tanque de almacenamiento de moderador, conductividad de moderador, sistema de posicionamiento de barras de control y seguridad y nivel de tanque de moderador; el sistema se encarga de disponer los parámetros a través de indicadores para que el operador pueda observarlos y presenta las señales para que el sistema electrónico de adquisición de datos (SEAD) los procese y almacene. El informe muestra la facilidad de configuración del sistema de monitoreo convencional al utilizar un PLC para su implementación. Esta tecnología permite reducir los componentes del sistema (como circuitos analógicos de acondicionamiento, filtrado y amplificación de señal) haciéndolo menos voluminoso, más fiable y menos propenso a fallas. Se encontrará también información técnica que guiará en la selección de los sensores de conductividad y temperatura del tanque de almacenamiento del moderador y sensor de nivel para el tanque de moderador del núcleo. Detallado en las próximas secciones, se comprenderá porque el sensor de conductividad conveniente es por electrodos y como, mediante un transductor, se recibirán señales de conductividad y temperatura del tanque de almacenamiento de moderador utilizando un solo dispositivo. También se manifestará el uso de sensor por diferencial de presiones (DP-Cell) para medición de nivel de moderador en el núcleo. Los sistemas SCADA presentan una disposición de información de manera esquemática y didáctica, que facilita la interpretación por parte del operador y permite realizar análisis para el proceso de.

(5) mejora continua. El informe interiorizará al lector en las diferentes posibilidades de dispositivos de visualización que pueden ser utilizados en el nuevo sistema de monitoreo convencional y las ventajas que presentan por sobre los actuales indicadores analógicos. En la última sección se observa un plano con las conexiones y disposición en las salas de la instrumentación del nuevo sistema y diferentes alternativas de ubicación de los componentes. Por último, en el anexo, se presenta un tutorial para la configuración y simulación del PLC S7-1500 de Siemens. Se introduce a la utilización de los módulos de entradas analógicas y digitalización de señales.. ABSTRACT It was the year 1969 when the National Comission of Atomic Energy of Argentina (CNEA) loaned the Nuclear Reactor RA-0 to the National University of Córdoba. To set context, at the ends of this decade, also started the comercilization of the first programable logical devices (PLC) wich were going to replace the relay logics used for the control of combinational logical circuits. Because of the facts mentioned before, the circuits of the systems of the RA-0 consisted in the old interrupters logic (and most of them persist in the present). The instrumentation of the logical control system, conventional monitoring system, emergency stop system, etc, are included in a reforming plan of the reactor, which also have in count the change of the cilindrical fuel element by the MTR type fuel element. In the next pages, it will be observed the art state, design, simulation and installation layout of the next conventional monitoring system of the nuclear reactor RA-0. The function of the Conventional Monitoring System is to take analogical signals of the next parameters: core temperature, temperature of the moderator storage tank, moderator conductivity, positioning system of the control and security bars and level of the moderator tank in the core; the system shows the parameters through digital indicators (numbers, gauges, graphical representations) so the operator could see them; one of the improvements of the new system, will be the presentation of the signals to the electronic data acquisition system so it can save and process them. The document shows the facility of configuration of the conventional monitoring system using a PLC for it implementation. This technology allows to reduce the system components (as the analogical circuits for aconditioning, filtering and amplification) making it smaller (lower volume), more fiable and less propense to fails. There also is technical information to guide in the choice of conductivity and temperature sensors for the moderator storage tank and the level sensor for the moderator tank in the core. In the following sections, it will be understood why the convenient conductivity sensor is by electrodes (not inductive) and how, using a transductor, the system will receive conductivity and temperature signals of the moderator storage tank using only one device. It will also manifest the use of a differential pressure sensor (DP-Cell) for the moderator level measure in the core of the reactor. The SCADA systems presents the information in a schematic and didactic form, which makes easy the interpretation by the operator and allows to develop analysis for the continuous improvement.

(6) process. The document will introduce to the reader in different possibilities of visualization devices that could be used in the new system and the advantages that they present compared with the present analogics indicators. There is also a layout of a HMI which shows the differents digital indicators that are available to use in the visualization device. By last, in the annexed documentation, there is a tutorial for configuration and simulation of the Siemens PLC S7-1500. There is an introduction to the use of the analogical inputs and digitalization of signals..

(7) ÍNDICE 1. Capítulo 1: Introducción e Historia ............................................................................................. 4 1.1. Introducción ........................................................................................................................ 4. 1.2. Breve reseña histórica ......................................................................................................... 4. 1.2.1 1.3. 2. 3. CUTeN.................................................................................................................................. 6. 1.3.1. Vinculación con escuelas de nivel secundario ............................................................ 7. 1.3.2. Carreras de grado ........................................................................................................ 7. 1.3.3. Docencia en Posgrado y Cursos de capacitación ........................................................ 7. Capítulo 2: Características técnicas ............................................................................................. 9 2.1.1. Sistema de Moderador ................................................................................................ 9. 2.1.2. Núcleo ....................................................................................................................... 12. 2.1.3. Sistema de Control de Barras de Control .................................................................. 14. Capítulo 3: Instrumentación del reactor: Instrumentación actual e Instrumentación a futuro. 16 3.1. Instrumentación de Seguridad y Control actual ............................................................... 16. 3.1.1. Detección de flujo Neutrónico .................................................................................. 16. 3.1.2. Instrumental de Radioprotección ............................................................................. 18. 3.1.3. Instrumentación de Control ...................................................................................... 19. 3.2. 4. Fechas importantes ..................................................................................................... 6. Sistemas y Subsistemas del Reactor a futuro.................................................................... 22. 3.2.1. Sistemas de Parada ................................................................................................... 23. 3.2.2. Sistema de Control .................................................................................................... 24. 3.2.3. Sistema de Monitoreo Convencional ........................................................................ 24. 3.2.4. Sistema de Ayuda al Operador .................................................................................. 24. Capítulo 4: Diseño ..................................................................................................................... 25 4.1. Planteo de la problemática ............................................................................................... 25. 4.2. Objetivo ............................................................................................................................. 25. 4.3. Diseño del Sistema ............................................................................................................ 26. 4.3.1. Detección................................................................................................................... 27. 4.3.2. Dispositivo Lógico Programable (PLC) ....................................................................... 37. 4.3.3. Visualización .............................................................................................................. 50. 4.4. Análisis de Ventajas y Desventajas de las diferentes alternativas .................................... 53 1.

(8) 4.4.1 Comunicación con el Sistema Electrónico de Adquisición de Datos (SEAD): Modbus VS PROFINET.............................................................................................................................. 53. 5. 4.4.2. Panel de Visualización: HMI (Human Man Interface) de Siemens VS PC .................. 54. 4.4.3. Sensor de conductividad del tanque de almacenamiento de moderador................ 55. Capítulo 5: Listado de Componentes ........................................................................................ 56 5.1. Componentes Disponibles................................................................................................. 57. 5.2. Componentes a Adquirir ................................................................................................... 57. 5.2.1. Detectores ................................................................................................................. 57. 5.2.2. PLC ............................................................................................................................. 57. 5.2.3. Panel de Visualización ............................................................................................... 57. 6. Capítulo 6: Layout HMI.............................................................................................................. 59. 7. Capítulo 7: Instalación del instrumental de monitoreo convencional ...................................... 61 7.1. Instalación de PLC en sala de reactor................................................................................ 61. 7.1.1. Ventajas ..................................................................................................................... 61. 7.1.2. Desventajas ............................................................................................................... 61. 7.2. Instalación de PLC en sala de control (consola) ................................................................ 61. 7.2.1. Ventajas ..................................................................................................................... 61. 7.2.2. Desventajas ............................................................................................................... 62. 7.3. Selección del tipo de instalación ....................................................................................... 62. 8. Conclusión ................................................................................................................................. 64. 9. Anexos ....................................................................................................................................... 66 9.1. Mini Tutorial: TIA Portal. Configurando el PLC Siemens S7-1500 ..................................... 66. 9.1.1. Crear un nuevo proyecto........................................................................................... 66. 9.1.2. Agregando el PLC....................................................................................................... 67. 9.1.3. Configurando los módulos del PLC ............................................................................ 69. 9.1.4. Configurando los Módulos de Entradas Analógicas .................................................. 70. 9.1.5. Configurando las Variables PLC ................................................................................. 71. 9.1.6. Programación del PLC: Creando un bloque de programación Ladder. ..................... 73. 9.1.7. Programación de PLC: Normalización y Escalado de las señales .............................. 75. 9.1.8. Programación de PLC: Implementación de la Normalización y Escalado ................. 77. 9.1.9 Main(). Programación PLC: Agregando el nuevo bloque de programa al bloque de programa 78. 9.1.10. Simulación de Resultados.......................................................................................... 80. 9.2. Tablas de representación de datos para las diferentes entradas analógicas ................... 85 2.

(9) 10. 9.2.1. Tensión ...................................................................................................................... 85. 9.2.2. Intensidad .................................................................................................................. 87. 9.2.3. Sensores Resistivos/Termorresistencias ................................................................... 88. BIBLIOGRAFÍA ........................................................................................................................ 89. 3.

(10) 1 CAPÍTULO 1: INTRODUCCIÓN E HISTORIA 1.1 INTRODUCCIÓN El presente documento plasma el diseño de la arquitectura del Sistema de Monitoreo Convencional del reactor nuclear RA-0, ubicado en la Facultad de Ciencias Exactas, Físicas y Naturales perteneciente a la Universidad Nacional de Córdoba. El trabajo forma parte de los temas propuestos por la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) como proyecto de finalización de la Carrera de Especialización en Aplicaciones Tecnológicas de la Energía Nuclear (CEATEN). La comisión nacional de energía atómica (CNEA) en conjunto con la autoridad regulatoria nuclear (ARN) desarrollan un conjunto de proyectos con fines de mejora de los sistemas de seguridad, control y operación de los reactores de investigación del país. Como consecuencia de inspecciones de la CNEA y ARN se decidió cambiar la instrumentación del reactor. El RA-0 fue el primer reactor del país que participó del programa de revisión integral de seguridad (RIS), que será implementado por primera vez a reactores de investigación, y del cual participarán todas las instalaciones del país. Los sistemas que cumplen funciones principales de seguridad u operación y aquellos que entraron en estado obsoleto por una desactualización temporal que contribuyó al fin de ciclo de vida útil de los reactores, son prioridad a la hora del análisis. El reactor nuclear RA-0 está en foco de un profundo programa de actualización, que llevará a la utilización de tecnología de punta para incrementar su seguridad y performance, aumentando el abanico de posibilidades en investigación y capacitación. Se incorporará nueva instrumentación electrónica de monitoreo neutrónico, sistema de monitoreo convencional, sistema de control, sistemas de parada, entre otros, para mejorar las condiciones de operación del reactor.. 1.2 BREVE RESEÑA HISTÓRICA El Reactor Argentino 0 (RA-0) es una facilidad destinada a la enseñanza de física de reactores nucleares de fisión, capacitación y entrenamiento de personal de centrales nucleares de potencia e investigación y desarrollo de instrumentación entre otras áreas del uso pacífico de la energía nuclear. En el año 1958 se realizó la puesta a crítico del primer reactor nuclear Argentino (RA-1). Era una copia de un reactor Estadounidense: el llamado Argonauta. El primer reactor de tipo Argonauta fue construido en el Laboratorio Nacional de Argonne, y fue puesto a crítico por primera vez en febrero del año 1957 (notar la estrecha brecha de tiempo entre la primera puesta a crítico del primer reactor Argonauta y el RA-1). Los profesionales que trabajaron en el desarrollo del RA-1 adquirieron conocimientos detallados del funcionamiento general del reactor y de sus características constructivas. Esto posibilitó las 4.

(11) modificaciones que posteriormente sufriría, desarrolladas para adaptar los sistemas a las necesidades que surgían en las diferentes etapas de su explotación, principalmente la producción de radioisótopos de vida corta (se buscaba sustituir la importación). Previo a modificar el reactor RA-1, fue necesaria la construcción de una facilidad crítica que permitiera analizar geometrías y/o configuraciones nucleares acordes a las demandas previstas. Esto llevo a la construcción del reactor RA-0, en el año 1959. La primera versión se utilizó para el estudio de disposiciones geométricas de sección cuadrada con y sin reflector interno de grafito. Luego se modificó para estudiar geometrías cilíndricas con reflector interno, para conseguir una trampa de neutrones necesaria en el RA-1. Así, se reemplazaron las placas de combustible tipo Argonauta por barras cilíndricas, constituidas por U238 enriquecido al 20% con U235 y compactadas por vibración a una densidad de 2.3 g/cm 3 dentro de tubos de aluminio de 54 cm de longitud. Se establecieron dimensiones radiales iguales a las del RA-1 y se estudiaron diversas relaciones volumétricas combustible/moderador, optimizando el largo y la distribución de los elementos combustibles. El amplio alcance de las facilidades críticas para la realización de investigación y desarrollo y la utilidad de enseñanza de las mismas quedó advertida con la construcción de este reactor. Al ser una facilidad de sencilla construcción y maniobra, cuyos componentes son de acceso directo e inmediato, se advirtió su potencial didáctico, lo que llevó a su reconstrucción en la Universidad Nacional de Córdoba. En el año 1969, la Comisión Nacional de Energía Atómica cede en calidad de préstamo sin límite de tiempo el reactor nuclear RA-0 a la Universidad Nacional de Córdoba, quedando esta última encargada de construir las correspondientes obras civiles y de utilizar el reactor de manera permanente, continua y programada con finalidades de entrenamiento, docencia e investigación. El RA-0 es instalado en el año 1972, inaugurado en 1973 y se mantiene operativo hasta el año 1977 cubriendo tareas de investigación, capacitación y docencia para técnicos, profesionales y alumnos de las carreras de ingeniería y otras facultades de la Universidad Nacional de Córdoba. Aproximadamente en los albores del año 1977, la Comisión Nacional de Energía Atómica prestó el núcleo del RA-0 a Perú, constituyéndose en el primer núcleo del reactor RP-0 del vecino país. Las instalaciones permanecieron en condiciones no operativas hasta mediados del año 1987. En 1987 la CNEA anuncia la posibilidad de reintegrar el núcleo a la Universidad lo que da inicio a tareas de revisión, reparación y actualización de las instalaciones, que involucraron también la instrumentación, lógica de control, mecanismos de barra de control y adecuación de blindajes en función de los requerimientos regulatorios. El 24 de Junio de 1992 el reactor fue puesto a crítico nuevamente en la UNC. En la actualidad, en el RA-0 se realizan capacitaciones a operadores de centrales nucleares de potencia e investigación, se dictan materias y cursos para las carreras de ingeniería, se capacitan técnicos, investigadores y profesionales de otros países, se investiga en temáticas de interés ligadas a la tecnología nuclear y se recibe a tesistas de diferentes carreras para realizar proyectos integradores. 5.

(12) 1.2.1. Fechas importantes. 1.2.1.1 1992: Primer puesta a crítico Primera puesta a crítico del reactor desde su llegada desde Perú. 1.2.1.2 1999: Instalación del Sistema Electrónico de Adquisición de Datos (SEAD) Con anterioridad a este año, las señales que registraba el sistema de adquisición de datos del reactor RA-0 se imprimían en un papel. Por ese entonces, comenzaba a escasear un insumo utilizado por el sistema de adquisición de señales: el rodillo de papel en el cual se registraban los datos provenientes de las señales analógicas de interés. Por este motivo, se desarrolló un dispositivo de digitalización y adquisición de señales, al cuál ingresaban 16 señales analógicas y 44 señales digitales. El dispositivo es una innovación a nivel local, y fue el equipo del RA-0 quien lo desarrolló e incorporó a sus sistemas. Luego, el equipo fue instalado en los reactores RA-1, RA-3 y RA-6 de Argentina y el reactor de La Reina en Chile. 1.2.1.3 2004: Obtención de Licencia de Operación En el año 2004, el reactor nuclear RA-0 fue habilitado para operación por la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) de la Nación. Desde ese día, las actividades académicas y de investigación crecieron notoriamente. 1.2.1.4 2016: RIS En el año 2016, comenzó el programa de revisión integral de seguridad para reactores de investigación, siendo la primera instalación del país en la que se aplicó el programa, el reactor nuclear RA-0. El RIS, es análogo al RPE en centrales de potencia, y se basará en inspecciones periódicas de los reactores nucleares de investigación. Como resultado de los análisis de los sistemas del reactor llevados a cabo en el RIS (por parte de la Autoridad Regulatoria Nuclear) se llegó a la conclusión de que muchos de los sistemas del reactor nuclear RA-0 se hallan en estado obsoleto, y se requirió su actualización. Es así que, entre otros, se diseña un nuevo sistema no presente en la instrumentación actual del reactor: el Sistema de Monitoreo Convencional. Como se observará en las próximas secciones, esta nueva organización brindará enormes fortalezas al instrumental del RA-0.. 1.3 CUTEN CUTeN son las siglas para Centro Universitario de Tecnología Nuclear. Es un centro de vinculación perteneciente a la Facultad de Ciencias Exactas, Físicas y Naturales de la Universidad Nacional de Córdoba y se dedica a la producción de bienes y servicios de la industria nuclear a terceros y administración de los fondos que de ellos ingresan. 6.

(13) El CUTeN canaliza toda tarea de Producción de Bienes y Servicios relacionadas con la Ciencia y la Tecnología Nuclear en el ámbito de la Facultad, contando para ello con el Reactor Nuclear RA-0 y todos sus laboratorios asociados. Fue fundado en el año 2013. En la actualidad, en el reactor se desarrollan actividades vinculadas con la formación de personal, investigación y difusión de la tecnología nuclear, sus usos y aplicaciones en los distintos ámbitos. En las siguientes secciones se registran actividades que se llevan y han llevado a cabo en el reactor nuclear RA0. 1.3.1 Vinculación con escuelas de nivel secundario Existe un convenio de colaboración entre el colegio IPET 48 “Presidente Roca” de la ciudad de Córdoba y el reactor nuclear a través del cual se posibilitó la realización de prácticas de alumnos y docentes para el desarrollo de un simulador del reactor. El reactor recibe visitas de los colegios que soliciten, dentro del marco del programa Alfabetización Científica y Tecnológica llevado adelante por el ministerio de Ciencia y Tecnología de la provincia de Córdoba. Además, se realizan actividades científicas y tecnológicas alineadas a un convenio existente entre ambas instituciones. 1.3.2 Carreras de grado Diferentes carreras de grado poseen materias relacionadas a la temática nuclear dentro de su plan de estudios: • • •. Medicina Nuclear, Ingeniería Biomédica. Física III, Ingeniería en Computación e Ingeniería Electrónica. Transferencia de Calor y Masa, Ingeniería Mecánica.. Se llevan a cabo laboratorios y prácticos de las anteriores materias en las instalaciones del reactor nuclear RA0. También se fomenta la participación de los alumnos en el desarrollo de proyectos de tecnología nuclear que puedan ser utilizados como tesis de carrera de grado. Las siguientes son algunas de las tesis desarrolladas: • •. Desarrollo de un sistema mono canal para el procesamiento de las señales generadas en un detector Geiger Muller. Implementación de sistema de transferencia neumática en un reactor nuclear para irradiación de muestras.. 1.3.3 Docencia en Posgrado y Cursos de capacitación El reactor nuclear es sede de capacitación para personal de empresas al que se solicita la obtención de licencias individuales para trabajar en instituciones dentro del marco nuclear. La autoridad regulatoria nuclear ha aprobado los cursos que se imparten en el RA0. En convenio con la central nuclear embalse, se dictan cursos teórico prácticos a los nuevos integrantes del plantel (técnicos y profesionales) que se desempeñará dentro de la central. El reactor cuenta con la instrumentación necesaria para llevar a cabo prácticas de operación y medición de parámetros nucleares en los que se instruye a los futuros trabajadores de NA-SA. 7.

(14) Algunos de los cursos que se dictaron en el RA0 son los siguientes: •. • • • •. Curso “Metodología y Aplicación de Radionucleídos” con asistencia de participantes profesionales del área de salud. Este curso está aprobado por la ARN para tramitar los permisos individuales. Curso de “Física Nuclear y Protección Radiológica” destinado a personal que debe rendir licencias y autorizaciones específicas (ARN). Curso para el departamento de física de la UNC, en el programa capacitación docente. Cursos para el programa fondo verde y fondo rojo de la Gerencia de Servicios para Centrales de Nucleoeléctrica Argentina (GSC NA-SA). Catedra de Protección Radiológica en la maestría de gestión ambiental de la Facultad de Ciencias Exactas, Físicas y Naturales de la UNC.. 8.

(15) 2 CAPÍTULO 2: CARACTERÍSTICAS TÉCNICAS El reactor nuclear RA-0 posee las siguientes características técnicas: 𝑛 𝑐𝑚2 𝑠𝑒𝑔. •. Flujo Neutrónico ɸ = 1 x 107. • • •. Reactividad de operación máxima permitida ρ = $ 0,3 Potencia de trabajo en operación normal P = 1W Potencia de trabajo en transitorios Pmax = 10W. El sistema de monitoreo convencional se valdrá de un PLC para digitalizar señales analógicas provenientes del Sistema de Moderador, Núcleo del Reactor y del Sistema de Barras de Control. Para que el lector comprenda fácilmente la problemática a tratar, en la presente sección, se explicará el funcionamiento de los diferentes sistemas del reactor, los parámetros a medir, el estado actual y las modificaciones propuestas para cada uno. El reactor está dividido en 3 subsistemas encargados de variar la reactividad del mismo y garantizar las funciones de seguridad y control. Esos sistemas son los siguientes: • • •. Sistema de Moderador. Núcleo. Sistema de barras de seguridad y control.. De estos subsistemas, el Sistema de Monitoreo Convencional posee como entradas los parámetros de: • • • • •. Temperatura en el tanque de moderador del núcleo. Posición de barras de control. Nivel de moderador en el tanque de moderador del núcleo. Conductividad en el tanque de almacenamiento de moderador (a futuro). Temperatura en el tanque de almacenamiento de moderador (a futuro).. 2.1.1 Sistema de Moderador En la figura 1 se observa un diagrama en el que se representan los diferentes componentes del sistema de moderador del reactor nuclear RA-0.. 9.

(16) FIGURA 1. Sistema de Moderador del reactor RA-0. El RA-0 utiliza agua liviana desmineralizada como moderador almacenada en un tanque de 200 litros a nivel del piso en la sala del reactor (T01). El agua se impulsa mediante una bomba centrífuga de 600 l/h, pasa a través de un calefactor de inmersión (C01) hacia el tanque del moderador del reactor (T02). Para llenar el tanque del reactor, se abre la válvula de anulación de caudal (V02) y se cierran la válvula de seguridad (V07) y las válvulas del sistema de filtrado por resinas de intercambio iónico (V2 y V3). Como se apreciará en las siguientes secciones, es posible que el moderador pasa por el banco de resistencias calefactoras antes de ingresar al núcleo. Esto se realiza en caso de ser necesario realizar algún tipo de medición o experimentación, o con fines pedagógicos para analizar el coeficiente de variación de reactividad por temperatura negativo. Regulando manualmente la válvula de anulación de caudal pueda variarse la velocidad de llenado, de modo de no insertar demasiada reactividad positiva en un corto intervalo de tiempo. Otro mecanismo de control de inserción de reactividad positiva por moderación es una estrangulación de diámetro 3mm en la cañería, que limita la velocidad máxima de ascenso a 8,95 cm por minuto. La válvula de seguridad (V07) se encuentra conectada al conducto de descarga del tanque del reactor, lo que permite, al abrirla, desagotar el moderador al tanque de almacenamiento. El reactor de vacía en 2,5 s, llegando a su nivel subcrítico a los 1,3 s. Otro importante modo de funcionamiento del sistema de moderador es el de filtrado del agua mediante resinas de intercambio iónico. Cuando la conductividad del agua es elevada y es necesario filtrarla, se cierra la válvula de anulación de caudal (V02) y se abren las del circuito que contiene los filtros (V2 y V3). Al ser el RA-0 una facilidad de ensayos críticos de las llamadas potencia cero, no necesita un sistema de recirculación para refrigerar el núcleo y es el fenómeno de convección natural el que facilita la transferencia de calor del núcleo al moderador. 10.

(17) En la figura 2 se observa una fotografía del tanque de almacenamiento de moderador y de la válvula de seguridad del sistema de moderador.. FIGURA 2. Tanque de almacenamiento de moderador del sistema de moderador. Se observa la válvula de seguridad del sistema de moderador. 2.1.1.1. Parámetros importantes a medir. 2.1.1.1.1 Conductividad La conductividad del agua desmineralizada es de suma importancia, debido a que las impurezas e iones presentes son susceptibles a ser activados por neutrones. Por ello, al llegar a un determinado valor de conductividad es necesario filtrar el moderador haciéndolo circular a través de filtros de resinas de intercambio iónico. Actualmente, las mediciones de conductividad se llevan a cabo periódicamente haciendo uso de un transductor de conductividad portátil. Se accede al tanque de almacenamiento del moderador y se mide in-site el valor de conductividad. Si sobrepasa un umbral, el sistema de filtrado por resinas de intercambio iónico se activa. El anterior sistema no permite registrar los valores de conductividad mediante el SEAD ni tampoco visualizarlo en un panel de visualización. Tampoco da la posibilidad de automatizar el procedimiento. Por ello se planea agregar un sensor de conductividad online en el tanque de acumulación del moderador para disponer de una señal digital que pueda representarse en un panel de visualización y registrarse mediante el SEAD. 2.1.1.1.2 Temperatura Experiencias llevadas a cabo en el RA-0 determinaron un coeficiente de reactividad por temperatura ₵. del moderador negativo (-0,7 °𝐶) para la configuración de núcleo con 183 elementos combustibles, promediado en un rango de temperaturas entre 16,5 °C y 46,3 °C.. 11.

(18) Actualmente, no se mide la temperatura en el tanque de acumulación del moderador. Una de las mejoras del sistema de monitoreo convencional consiste en la adición de un sensor de temperatura al tanque que permitirá visualizar las condiciones térmicas en que se encuentra el moderador en un panel de visualización y registrar los valores a través del SEAD. 2.1.2 Núcleo El núcleo del RA-0 posee geometría del tipo “Corona Circular” formada por la disposición del combustible entre dos tanques concéntricos y separables de aluminio 1100 anodizado. El ingreso del moderador se encuentra en la parte inferior y posee un rebalse de seguridad en la parte superior. En la figura 3 se aprecia una fotografía de una maqueta del núcleo del reactor.. FIGURA 3. Maqueta del núcleo del reactor RA-0. A la Izquierda, vista axonométrica, a la derecha, vista superior. El taque exterior es cilíndrico y mide 34 cm de diámetro interior, 100 cm de altura y 2 mm de espesor de pared, contando con un volumen propio de 90 litros. El volumen activo útil, con el tanque interior colocado es de 70 litros. Lo elementos combustibles son barras cilíndricas constituidas del siguiente modo: • • •. 70,0% Dióxido de Uranio (UO2) enriquecido al 20,0% con el isótopo U235. 15,0% brea aglutinante. 15,0% grafito de pureza nuclear.. Esta mezcla se encuentra extrudada, desgasada y encapsulada herméticamente en una vaina de aluminio 1100 anodizado. Las vainas de geometría cilíndrica miden 641.5mm de largo, 9.7mm de diámetro exterior y un 1mm de espesor de pared. En los extremos hay dos tapones de grafito de pureza nuclear que hacen a la vez de reflector. En la figura 4 se ve un corte del elemento combustible mencionado.. 12.

(19) FIGURA 4. Elemento combustible del Reactor Nuclear RA-0. Los EECC se hallan alojados verticalmente en una grilla constituida por ocho sectores circulares, cada uno de los cuales está formado por tres placas paralelas con perforaciones de diámetro ligeramente mayor al de las vainas de los EECC, perforaciones de diámetro menor para permitir la libre circulación del moderador y perforaciones de distintos diámetros para alojar los tubos detectores y/o tubos de irradiación. La grilla tiene un total de 232 perforaciones para EECC y 4 para tubos detectores o montaje de experiencias. En la figura 5 se aprecia una fotografía en vista superior del núcleo del RA-0.. FIGURA 5. Vista superior del núcleo del reactor RA-0. Se observan las grillas que guían los elementos combustibles y tubos guía para la instrumentación necesaria. A los costados del núcleo, de manera tangencial a este, se observan las cuatro barras de seguridad y control de Cadmio.. 13.

(20) 2.1.2.1. Parámetros importantes a medir. 2.1.2.1.1 Temperatura Como se explicó en la sección del sistema de moderador, el coeficiente de reactividad por temperatura posee valores negativos en el RA-0. Actualmente, la temperatura se toma a través de 3 sensores (termoresistencias Pt100) que entregan corrientes en el rango de 4 – 20 mA. La señal de los sensores es tomada de manera simultánea por dos circuitos: El circuito de indicadores analógicos (indicadores de aguja analógicos) y el circuito de digitalización del SEAD. Esto incurre en diferencias entre lo que se registra y lo que el usuario aprecia en tiempo real en los indicadores. Una de las mejoras más importantes que tendrá el nuevo sistema de monitoreo convencional será la uniformidad de las temperaturas registradas en el SEAD y las mostradas en un panel de visualización. Para ello se incorporará un PLC que se encargará de tomar las señales de temperatura mediante módulos de entrada analógicos, digitalizarlas y disponer los datos para que sean manejados por el SEAD y el panel de visualización. 2.1.2.1.2 Nivel de tanque de moderador Para medir la velocidad de llenado y nivel de moderador en tanque, es de suma importancia poseer un sensor en el tanque de moderador del núcleo del reactor. Las mediciones del nivel de agua en el tanque de reactor se llevan a cabo mediante un sistema flotante que al cambiar de posición con el cambio de nivel varía un potenciómetro con salida analógica. Su precisión es de 0,5 cm. Este sistema presenta muchos inconvenientes y sus mediciones no son fiables. Con la llegada del nuevo sistema de monitoreo convencional se incorporará un sensor de presión diferencial para obtener el nivel de moderador en tanque. Esa señal también estará disponible de manera digital para poder ser utilizada por el panel de visualización y SEAD. 2.1.3 Sistema de Control de Barras de Control El sistema de barras de control y seguridad está formado por 4 barras de control de aproximadamente igual valor de reactividad negativa constituidas por una chapa de Cadmio enfundada en una vaina de acero inoxidable. Las vainas están insertadas verticalmente de manera tangencial al tanque del reactor, a 1cm de distancia del mismo. Se encuentran entre el mencionado tanque y el reflector externo de grafito. Las barras se mueven libremente a lo largo de una guía de grafito. Las barras se encuentran acopladas magnéticamente mediante un cabezal de acero inoxidable a un electroimán solidario con el mecanismo de ascenso y descenso. Este sistema permite que con el electroimán energizado una barra cualquiera se comporte como barra de ajuste, desplazándose a la velocidad propia del mecanismo. Al ocurrir un evento iniciante el electroimán deja de actuar y la barra cae bajo la influencia de la gravedad, cumpliendo así la función de barra de seguridad. El mecanismo de movimiento de barras está compuesto de un motor paso a paso cuyo eje es solidario a una varilla roscada. Sobre la varilla roscada se mueve un disco con rosca central guiado por dos varillas paralelas al eje roscado. 14.

(21) 2.1.3.1. Parámetros importantes a medir. 2.1.3.1.1 Posición de barras Para calibrar las barras de control es de suma importancia conocer la posición en la que se encuentran. Los elementos utilizados como transductores de posición son potenciómetros que varían su resistencia al girar el eje de un motor. De acuerdo a la resistencia que posea el potenciómetro será la posición de la barra en el núcleo del reactor.. 15.

(22) 3 CAPÍTULO 3: INSTRUMENTACIÓN DEL REACTOR: INSTRUMENTACIÓN ACTUAL E INSTRUMENTACIÓN A FUTURO. 3.1 INSTRUMENTACIÓN DE SEGURIDAD Y CONTROL ACTUAL La instrumentación del reactor está compuesta de: • • • • •. Instrumentación para la detección de flujo neutrónico en arranque y marcha. Instrumentación de radioprotección. Instrumentación convencional. Instrumentación de control. Instrumentación para la adquisición de datos.. En la figura 6 se observa un diagrama con los distintos tipos de instrumentación asociados al funcionamiento del reactor.. FIGURA 6. Diagrama de llaves con los diferentes tipos de instrumentación utilizada por el reactor nuclear RA0. 3.1.1. Detección de flujo Neutrónico. 3.1.1.1 Arranque Para arrancar el reactor se cuenta con una fuente de neutrones de Americio-Berilio de 50 mCu de actividad. La misma está alojada en un compartimento inferior de la base del reactor. La inserción y extracción de la misma, es manejada desde la consola. En la figura 7 se observa un diagrama de bloques con los diferentes componentes del sistema de detección neutrónica de arranque.. 16.

(23) FIGURA 7. Diagrama de componentes de la instrumentación de monitoreo neutrónico de arranque. El sistema hace uso de tres detectores de BF3 configurados en modo proporcional, debido a que los flujos neutrónicos iniciales son bajos. Las salidas de estos detectores son utilizadas por los sistemas de control y seguridad del reactor y registradas por el Sistema Electrónico de Adquisición de Datos (SEAD). Dos canales son medidos por el SEAD y dos por el subsistema de lógica de SCRAM de la instrumentación de control y seguridad. Los canales de arranque son llamados N1 (canal logarítmico y período), N2 (canal lineal y tasa) y N3 (canal lineal). 3.1.1.2 Marcha En la figura 8 se observa un diagrama de bloques con los diferentes componentes del sistema de detección neutrónica de marcha.. 17.

(24) FIGURA 8. Diagrama de componentes de la instrumentación de monitoreo neutrónico de marcha. Debido a los flujos existentes en el núcleo del reactor una vez puesto en marcha, es necesario utilizar detectores configurados como cámaras de ionización compensadas. Las salidas de estos detectores son utilizadas por los sistemas de control y seguridad del reactor y registradas por el Sistema Electrónico de Adquisición de Datos (SEAD). Al igual que en el caso de los detectores neutrónicos de arranque, dos canales son medidos por el SEAD y dos por el subsistema de lógica de SCRAM de la instrumentación de control y seguridad. Los canales de marcha son llamados N4 (logarítmico y período), N5 (logarítmico y período) y N6 (lineal). 3.1.2 Instrumental de Radioprotección En la figura 9 se observa un diagrama de bloques con los diferentes componentes del sistema de radioprotección.. 18.

(25) FIGURA 9. Diagrama de componentes de la instrumentación de monitoreo de radioprotección. Los monitores de área consisten en un equipo monitor de radiación gamma ambiente compuesto de tres canales de medición con estaciones detectoras de ubicación removibles e instrumentos de lectura ubicados en consola. Uno de estos equipos se encuentra en la boca de tanque del reactor, otro en la sala de control y el último en el recinto del reactor con rangos de 0.01 mR/h a 1000 mR/h, 0.01 mR/h a 100 mR/h y 1 mR/h a 10000 mR/h respectivamente. Poseen señal de SCRAM de nivel ajustable y alarmas luminosas en panel de consola y en la estación detectora. Las salidas de los canales se comunican con el SEAD. 3.1.3 Instrumentación de Control En la figura 10 se observa un diagrama de llaves con los diferentes componentes del sistema de Control.. FIGURA 10. Diagrama de llaves de la instrumentación de control del RA0. 19.

(26) El sistema de control del reactor ha sido diseñado para minimizar las posibles consecuencias y daños sobre el personal de operación, público en general e instalaciones circundantes en caso de la ocurrencia de errores en la operación del reactor. Las funciones del sistema de control son las siguientes: • • • • • •. Detención rápida del reactor mediante el desacople e introducción por caída libre de las barras de control. Detención rápida del reactor mediante el vaciado por gravedad del moderador del tanque del reactor. Limitación de la velocidad de llenado del tanque de reactor con el moderador. Limitación de la velocidad de extracción de las barras de control y seguridad del núcleo. Medición continua del flujo neutrónico en el núcleo. Medición continua del nivel de exposición a las radiaciones en los ambientes.. 3.1.3.1 Sistema de Parada Hoy por hoy, existe un solo sistema de parada del reactor que acciona dos mecanismos de inserción de reactividad negativa: • •. Caída por gravedad de las barras de control y seguridad del reactor. Desagote del tanque de moderador del núcleo.. Este sistema está implementado a través de una conexión serie de relés. Al abrirse uno, desencadena en el mecanismo de SCRAM que inserta reactividad negativa mediante las acciones anteriormente explicadas. El mecanismo es activado con lógica 1 de 2. Para el caso del arranque, si N1 o N2 indican una alta tasa de cambio de reactividad activan el sistema de parada. Si el reactor se encuentra en marcha, las señales son generadas por N4 y N5. 3.1.3.2 Lógica de Enclavamiento La lógica de enclavamiento es un sistema microcontrolado que se encarga de fijar los escenarios bajo los cuáles se pueden o no llevar a cabo determinadas acciones. La finalidad de este sistema es impedir que surjan eventos iniciantes por operación bajo condiciones inseguras. Establece condiciones lógicas para realizar una determinada acción. Algunos ejemplos de esta lógica podrían ser: •. • •. Imposibilidad de subir dos barras al mismo tiempo (incurriría en un cambio de reactividad positivo muy brusco). Eso se lleva a cabo a través de los dispositivos de selección de barras. Si selecciono una barra no es posible seleccionar otra al mismo tiempo. Imposibilidad de llenado del tanque de moderador del núcleo sin la existencia de dos barras de control y seguridad insertadas. Si se intenta extraer la primera barra de control y seguridad las otras tres deben estar en el límite inferior. Además, los electroimanes de seguridad deberán estar acoplados.. En la figura 11 se aprecia la disposición de los indicadores para la actual instrumentación.. 20.

(27) FIGURA 11. Disposición de los indicadores de parámetros convencionales y de detección neutrónica, en la actual instrumentación del reactor. Los indicadores de los diferentes detectores se encuentran dispuestos en el tablero de comando. Las señales que llegan a estos indicadores, también son adquiridas por circuitos de acondicionamiento de señales, como etapa previa a la digitalización que realiza el SEAD. Así, la diferencia entre los valores que lanzan los indicadores y los valores registrados digitalmente por el SEAD se hace notoria, pues se utilizan dos sistemas de calibración/asignación a valores ingenieriles distintos. En la figura 12 se aprecia una fotografía del tablero de comando con los indicadores de posición de barras de control, nivel en tanque de moderador del núcleo y temperatura en núcleo. Puede apreciarse, que en el sistema de medición de temperatura existe un selector tipo switch giratorio, que permite seleccionar entre 3 diferentes sensores PT100 cuya medición puede ser indicada mediante el indicador tipo aguja que también se observa en la figura.. 21.

(28) FIGURA 12. Arriba, indicadores de posición de barras de control (1) e indicador de nivel en tanque de moderador del núcleo (2). Abajo, indicador de temperatura de núcleo (1) y selector de sensor PT100 a indicar (2).. 3.2 SISTEMAS Y SUBSISTEMAS DEL REACTOR A FUTURO En la figura 13 se observa un diagrama de los diferentes sistemas que compondrán el reactor nuclear. En las siguientes secciones se detalla el rol de cada uno de los sistemas en la operación del reactor.. 22.

(29) FIGURA 13. Diagrama de los diferentes sistemas que componen el reactor RA-0. 3.2.1 Sistemas de Parada Los sistemas de parada, son aquellos que al accionarse detienen el funcionamiento del reactor en un corto intervalo de tiempo. El sistema de parada 1 (SP1) se basa en la caída de barras de seguridad del núcleo por gravedad, al perder la alimentación un electroimán que las mantiene en una determinada posición. Este sistema será implementado utilizando un dispositivo FPGA (Field Programable Gate Array). El Sistema de parada 2 (SP2) se basa en el vaciamiento del tanque de moderador del reactor por la apertura de una válvula de seguridad. Al abrirse la válvula, el agua liviana desmineralizada fluye desde el tanque de moderador del reactor hacia el tanque de almacenamiento de moderador. Para este sistema se hará uso de un PLC. Los sistemas de parada se activan por medio de otros subsistemas. El sistema de enclavamiento físico (SEF) da señales de apertura de puertas de recintos a los que no se puede acceder cuando el reactor está en operación. Si ocurre una apertura, los sistemas de parada lo detectan y se disparan. Los sistemas de Monitoreo Neutrónico de Arranque (MNA) y Monitoreo Neutrónico de Marcha (MNM) también indican a los Sistemas de Parada la existencia de variaciones muy bruscas de población neutrónica, lo que implica su activación. Otro sistema de importancia para los Sistemas de Parada es el Sistema de Monitoraje de Área (SMA). Al existir una tasa de dosis superior a un umbral, dentro de las áreas en las que hay monitoraje, los Sistemas de Parada se disparan. 23.

(30) 3.2.2 Sistema de Control El sistema de control (SC) es el cerebro del sistema. Actúa en conjunto con los siguientes subsistemas: Moderador (MOD), Tablero de Comando (TC), Sistema de Ayuda al Operador (SAO), Sistema de Barras de Control y Seguridad (BCS) y se comunica con el Sistema Electrónico de Adquisición de Datos (SEAD). El sistema de control recibe órdenes mediante el tablero de comando y realiza acciones como desplazamiento de barras de seguridad y control para variar la reactividad, apertura/cierre de válvulas del sistema moderador, inserción/extracción de fuente de neutrones (MFN), etc. El sistema de control vendría en reemplazo de la lógica de enclavamiento actualmente existente en la instrumentación del reactor. 3.2.3 Sistema de Monitoreo Convencional El Sistema de Monitoreo Convencional (SMC) es el motivo del presente trabajo. Se encarga de recibir señales representativas de parámetros de importancia para el reactor (T°, Conductividad, Posición de Barras, Nivel) y los envía a un panel de visualización (PV) y al Sistema Electrónico de Adquisición de Datos (SEAD). 3.2.4 Sistema de Ayuda al Operador La finalidad de este sistema será revisar la lógica de control e indicar al operador que acciones debe tomar para llevar a cabo una determinada operación en el reactor.. 24.

(31) 4 CAPÍTULO 4: DISEÑO 4.1 PLANTEO DE LA PROBLEMÁTICA En el año 2016, en marco de la RIS, surge la necesidad y requerimiento de una actualización de la instrumentación. Los sensores y dispositivos de detección utilizados en el sistema que cumple la función de monitoreo convencional del reactor corresponden a una tecnología antigua, habiendo en la industria nuclear herramientas más modernas y fiables para suplantar dichas tecnologías. Los sensores de temperatura, posición y nivel poseen circuitos de acondicionamiento de señal y digitalización que disponen la información de los parámetros a medir, los representan mediante los diferentes indicadores y los almacenan mediante el sistema electrónico de adquisición de datos (SEAD). Este sistema tiene puntos débiles entre los cuales cabe destacar: • • •. Diferencia entre los datos que lee el operador y los que se registran mediante el SEAD. Indicadores analógicos tipo reloj no interpretables de manera intuitiva. Circuitos de acondicionamiento de señal de los sensores complejos y antiguos que pueden incurrir en fallas.. Como se verá en las próximas secciones, estas problemáticas serán abordadas para optimizar el sistema de monitoreo convencional.. 4.2 OBJETIVO En la figura 14, se observa un esquema del sistema objetivo. Este sistema utilizará un PLC para digitalizar señales analógicas provenientes del Sistema de Moderador, Núcleo del Reactor y del Sistema de Barras de Control, transformarlas en unidades ingenieriles y visualizarlas de una manera amigable para el usuario en un panel de visualización. Además, los datos digitalizados serán registrados por el Sistema Electrónico de Adquisición de Datos (SEAD).. 25.

(32) FIGURA 14. Esquema de conexión para el próximo sistema de control convencional del reactor RA0. El PLC adquiere señales analógicas del Sistemas de Moderador, Núcleo del Reactor y Sistema de Barras de Control. La principal mejora que tendrá la nueva configuración del Sistema de Monitoreo Convencional, será la uniformidad de la información representada en el panel de visualización y la adquirida por el SEAD. Como se explica en las siguientes secciones, en algunos sistemas, los datos observados en los indicadores (agujas, voltímetros, etc) presentan diferencias con los obtenidos por el SEAD porque las señales de los sensores y transductores se toman en paralelo por el elemento de visualización y el sistema de digitalización del SEAD. Cada elemento de adquisición tiene factores propios que influyen en la medición, lo que incurre en diferencias.. 4.3 DISEÑO DEL SISTEMA El nuevo sistema de control convencional constará en los siguientes elementos: • • • • • • •. Dispositivo Lógico Programable (PLC). Panel de Visualización de parámetros de control. Sistema Electrónico de Adquisición de Datos (SEAD). 3 (tres) Sensores de Temperatura de Núcleo. Sensor de temperatura del Tanque de Acumulación del Moderador. Sensor de Nivel del Tanque de Moderador del Núcleo. Sensor de Conductividad para Tanque de Acumulación del Moderador.. El PLC recibirá las señales analógicas de los diferentes sensores del sistema y las digitalizará.. 26.

(33) A través de un panel de visualización y software del mismo fabricante, se generará un entorno visual confortable para el usuario con los valores digitales obtenidos de las variables de proceso por medio del PLC. Las mismas señales digitalizadas serán enviadas al SEAD a través de un protocolo de comunicación conveniente (MODBUS, Profinet, etc). En las siguientes secciones se explican los diferentes dispositivos componentes del nuevo sistema. Para una mejor organización de la información, se dividió el capítulo en dispositivos de detección, PLC y panel de visualización. 4.3.1 Detección En la figura 15 se observa un diagrama con los tipos de sensores que se utilizarán para medir conductividad, temperatura, posición de barras y nivel en los diferentes sistemas del reactor, para representar los parámetros de interés mediante el nuevo sistema de monitoreo convencional y registrarlos mediante el SEAD.. FIGURA 15. Diagrama de sistemas del reactor con las diferentes tecnologías de sensores que utilizan. Los sensores de temperatura Pt100 son vistos como resistencias variables (1 en tanque de almacenamiento y 3 en el núcleo), los potenciómetros de posicionamiento son resistencias variables (4 en núcleo), el sensor de presión es una pequeña fuente de corriente continua linealmente variable de acuerdo a la variación de la presión (1 en el núcleo), y el sensor de conductividad del tanque de almacenamiento es también una fuente de corriente continua linealmente variable con la conductividad del agua.. 27.

(34) 4.3.1.1 Sensores de Temperatura Para realizar mediciones de temperatura del núcleo se utilizan termoresistencias RTD (Resistance Temperature Detector). El principio de funcionamiento de este tipo de sensores, se basa en la variación de la resistencia de un conductor con la temperatura. Al elevarse la temperatura del metal se incrementará la agitación térmica y por ende también la dispersión de los electrones, lo que reducirá su velocidad media. Esto se traduce en un aumento de la resistencia. A mayor temperatura, mayor agitación térmica y mayor resistencia. La variación de la temperatura es lineal en amplios rangos de temperatura y la expresión polinómica que representa dicha variación es la siguiente 𝑅 = 𝑅0 . (1 + 𝛼 . ∆𝑇) • • •. ∆T es la desviación de temperatura respecto a la temperatura de referencia T0. (∆T = T – T0). R0 es la resistencia a la temperatura de referencia T0. α es el coeficiente de temperatura del conductor especificado a 0°C. Mientras mayor valor tenga, más sensible será el sensor. Es muy importante que sea constante con la temperatura.. Los sensores con que cuenta el RA-0 son RTD Pt100 (Platino con R = 100 Ω a T = 0°C). Se utilizan tres sensores que se encuentran en tubos guía insertados en las grillas de elementos combustibles. Dentro de las ventajas de los detectores de platino se encuentran las siguientes: • • •. Alta resistividad: Para un mismo valor óhmico, el volumen del sensor será menor, por ende se calentará más rápido y la respuesta será también más rápida. Alto margen de temperatura. Alta linealidad.. La polinómica utilizada para calcular la temperatura es la siguiente:. El procedimiento es el siguiente: 1. Calcular la temperatura con la expresión R = R0 (1 + α ∆T), utilizando α = 0.00385 correspondiente al platino. 2. Utilizar la polinómica anterior introduciendo la temperatura calculada en el paso anterior. 3. Comparar el valor obtenido con la medición de resistencia que entrega el Pt100. 4. Si el valor no es igual, variar T hasta encontrar un valor próximo al medido por el Pt100. Para poder medir las pequeñas variaciones de señal que se presentan al variar la temperatura, es necesario un circuito de acondicionamiento, amplificación y filtrado de las señales. En la figura 16 se observa el circuito utilizado como transductor de los Pt100.. 28.

(35) FIGURA 16. Circuito de adquisición, amplificación y filtrado utilizado para los sensores PT100 del RA-0. Este circuito de acondicionamiento no será necesario en el futuro. El circuito, funciona como una fuente de corriente constante formando una red con los sensores RTD Pt100. Al variar la T°, varía la resistencia de los sensores y por ende la diferencia de potencial que en ellos cae, ya que la fuente de corriente es constante. Como se verá en las próximas secciones, con el nuevo sistema no será necesario el uso del anterior circuito, lo que mejorará la fidelidad de la medición. Está previsto agregar un sensor de temperatura Pt100 para el tanque de acumulación del moderador. 4.3.1.2 Potenciómetros de posicionamiento de barras de control El sistema de posicionamiento de barras de control utiliza potenciómetros que entregan a su salida un rango de tensiones de 0 – 5 V. El rango de desplazamiento de las barras es de 50 cm. El movimiento se realiza mediante un mecanismo de varillas roscadas acopladas a un soporte roscado al cual están vinculadas las barras de control. Para controlar la posición en la que se encuentra la barra se utiliza un mecanismo de engranajes reductores que hace variar la resistencia de un potenciómetro para entregar una salida de 0 V (Barra totalmente extraída) a 5 V (Barra totalmente introducida). En la figura 17 se observa un plano en el que se aprecian los subsistemas del mecanismo de desplazamiento y seguridad de las barras de control. El mecanismo de movimiento de barras se encuentra solidariamente unido a un electroimán que al abrirse permite la caída por gravedad de las barras de control. Este mecanismo de seguridad permite resguardar al sistema de eventos iniciantes como por ejemplo elevada tasa de crecimiento de la población neutrónica, pérdida de alimentación eléctrica, etc. 29.

(36) FIGURA 17. Plano de subsistemas del mecanismo de desplazamiento y seguridad de barras de control. 4.3.1.3 Sensor de Nivel del Tanque de Moderador El mecanismo utilizado para obtener la medición del nivel del tanque de moderador se encuentra representado en la figura 18. Es un mecanismo rudimentario que presenta muchos inconvenientes en la actualidad.. FIGURA 18. Esquema del mecanismo de medición de nivel del tanque de moderador del RA-0. 1Flotante, 2-Sistema de Polea con Potenciómetro Acoplado, 3-Contrapeso, 4-Cable Terminal del Potenciómetro, 5-Tanque de Moderador, 6-Cañería de Ingreso de Moderador, 7-Rebalse de Seguridad. 30.

(37) Al ingresar moderador al tanque, el flotante comienza a ascender y el sistema de polea con el potenciómetro acoplado gira en sentido horario. De esa manera, varía la resistencia del potenciómetro y también la tensión a su salida. El rango de tensiones que maneja es de 0 a 5 V. Este mecanismo será cambiado por un sensor DP-cell (sensor de presión diferencial). Este dispositivo mide la diferencia de presión entre dos entradas. Para medir la diferencia de presión entre el interior de un contenedor y la atmósfera que lo rodea, se conecta a la terminal de entrada de alta (Hi-port) de la DP-Cell un conducto comunicado con el interior del contenedor. La terminal de entrada de baja (Lo-port) queda abierta a la atmósfera. La DP-Cell presentará de este modo la diferencia de presión relativa entre el interior del tanque y la presión atmosférica. Normalmente, la señal que entregan estos sensores es una corriente continua entre 4-20 mA, donde usualmente 4mA representan la mínima presión diferencial y 20mA la máxima. En la figura 19 se observa un esquema del nuevo mecanismo de medición de nivel mediante DPcell.. FIGURA 19. Esquema de medición de nivel de tanque de moderador mediante sensor de presión DP-Cell. 1-Sensor DP-Cell, 2-Hi-Port del Sensor, 3-Lo-Port del Sensor, 4-Cañería de Ingreso del Moderador, 5-Rebalse de Seguridad, 6-Taque de Moderador del Reactor 7-Salida del DP-Cell (corriente 4-20 mA, Tensión, Digital, etc). La presión de una columna de líquido depende solamente de su altura y de su densidad (para aceleración de la gravedad constante). La fuerza que ejerce un líquido sobre la base de superficie (A) es la fuerza producida por su propio peso (W). Éste a su vez es el producto de su masa (m) por la aceleración de la gravedad (g). La masa es el producto del volumen (V) por la densidad (ρ) y el volumen es el resultado de multiplicar el área de la base (A) por la altura (h). 𝑃=. 𝐹 𝑚 .𝑔 𝑣 .ρ .g ℎ .𝐴 .ρ .g = = = = ℎ .ρ .g 𝐴 𝐴 𝐴 𝐴 𝑃 = ℎ .ρ .g ℎ=. 𝑃 𝑔 .ρ. 31.

(38) Es decir, midiendo la presión por medio del DP-cell obtengo la altura de la columna de agua en el tanque de moderador. El PLC dispone de módulos de entradas analógicas por corriente entre 4-20 mA por lo que no será necesario realizar un circuito de filtrado, acondicionamiento y amplificación. Para cumplir con las necesidades, se utilizará un transmisor de presión FOXBORO modelo IGP10I22C1F-G (FIGURA 20).. La salida que entrega este transmisor depende del módulo, pudiendo ser una corriente de 4 – 20 mA o una tensión de 1 a 5 V. El dispositivo permite realizar calibraciones desde un visor lcd, sin la necesidad de utilizar presiones de calibración. No es necesario utilizar una PC para configurarlos. Los equipos poseen corrección basada en microprocesadores, lo que da una excelente precisión en la medida y compensación por temperatura.. FIGURA 20. Transmisor de Presión FOXBORO modelo IGP10-I22C1F-G.. La celda trabajará con una columna de agua de 1m como máximo nivel, lo que equivale a una presión de entrada en el Hi-port de 111125 Pa (1,097 atm). 4.3.1.4 Sensor de Conductividad La conductividad eléctrica, se define como la capacidad que tienen las sales inorgánicas en solución (electrolitos) de conducir electrones. El agua pura, prácticamente no permite la circulación de corriente, sin embargo, el agua con sales disueltas si. Los iones cargados positiva y negativamente son los elementos que le brindan al agua la capacidad de conducción (conductividad), y la cantidad conducida dependerá del número de iones presentes y de su movilidad. En la mayoría de las soluciones acuosas, cuanto mayor sea la cantidad de sales disueltas, mayor será la conductividad. Este efecto continúa con el aumento de concentración iónica hasta que la solución se satura y se restringe la libertad de movimiento electrónico, lo que podría producir disminuciones de la conductividad en lugar de aumentos y por ende, conductividades iguales para diferentes concentraciones. Un aumento en la temperatura, disminuye la viscosidad del agua y permite que los iones se muevan más rápidamente, elevando la conductividad. Este efecto de la temperatura es diferente para cada ión, pero típicamente para soluciones acuosas diluidas, la conductividad varía de 1 a 4 % por cada °C. Conociendo estos factores, la medición de la conductividad nos permite tener una idea muy aproximada de la cantidad de sales disueltas. 32.

(39) La conductividad se mide en unidades de Siemens/cm (antiguamente mhos/cm, siendo 1 mhos/cm equivalente a 1 S/cm). Actualmente, las mediciones de conductividad se llevan a cabo periódicamente haciendo uso de un transductor de conductividad portátil. Se accede al tanque de almacenamiento del moderador y se mide in-site el valor de conductividad. Si sobrepasa un umbral, el sistema de filtrado por resinas de intercambio iónico se activa. El anterior sistema no permite registrar los valores de conductividad mediante el SEAD ni tampoco visualizarlo en un panel de visualización. Tampoco da la posibilidad de automatizar el procedimiento. En la figura 21 se observa una fotografía del sensor de conductividad utilizado para analizar el estado de contaminación iónica del agua desmineralizada del tanque de moderador.. FIGURA 21. Sensor de conductividad manual utilizado para analizar la concentración iónica presente en el agua desmineralizada del tanque de almacenamiento de moderador. Por los motivos anteriormente expuestos se planea agregar un sensor de conductividad online en el tanque de acumulación del moderador para disponer de una señal digital que pueda representarse en un panel de visualización y registrarse mediante el SEAD. Existen principalmente dos tipos de sensores de conductividad: Sensores de conductividad Inductivos y Sensores de conductividad por electrodos. En las siguientes secciones se explica el funcionamiento de los sensores por inducción y electrodos. 4.3.1.4.1 Sensor de Conductividad por Inducción Los sensores de conductividad inductivos inducen una baja corriente en un lazo cerrado de solución y luego miden la magnitud de dicha corriente para determinar la conductividad de la solución. En la figura 22 se observa una representación de un dispositivo de inducción.. 33.

(40) FIGURA 22. Vista de los componentes de un sensor por inducción. El analizador de conductividad maneja el toroide A (Torroid A en la figura) induciendo una corriente en la solución. Ésta corriente fluye en un lazo cerrado a través del orificio del sensor y la solución circundante. El toroide B (Torroid B en la figura) sensa la magnitud de la corriente inducida que es proporcional a la conductancia de la solución. 4.3.1.4.2 Sensores de Conductividad de Electrodos Se basa en la utilización de sensores sumergibles, en cuyos cabezales hay dos electrodos para realizar la medición. El conjunto de dichos electrodos y la solución entre ellos constituyen una resistencia que es incorporada en un puente de Wheatstone para realizar la medición. Debido a la geometría de los electrodos y el volumen analizado, la medición realizada otorga la conductancia, siendo su producto por una constante (k) particular de cada celda la conductividad en unidades de S/cm.. 𝐶𝑜𝑛𝑑𝑢𝑐𝑡𝑖𝑣𝑖𝑑𝑎𝑑 = 𝐶𝑜𝑛𝑑𝑢𝑐𝑡𝑎𝑛𝑐𝑖𝑎 𝑑𝑒 𝑙𝑎 𝑚𝑢𝑒𝑠𝑡𝑟𝑎 ∗ 𝐾 𝐾=. 𝑑 𝐴. K: Constante de celda d: Distancia de separación entre electrodos A: Área de los electrodos En la figura 23 se observa el diagrama del circuito utilizado para medir conductividad en el que se basan los sensores por electrodos.. 34.

Figure

Actualización...

Referencias

Actualización...

Related subjects :